压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]
压水堆核电厂的运行_第六章
穹顶在吊装中（左） 穹顶内部（右） 2
吊装环吊的大梁（左） 穹顶钢束张紧（右）
安全壳建造中（左）150吨穹顶吊装（右） 35
安全壳变形测量（左）阀门局部泄漏试验（右）
安全壳贯穿件
• 贯穿通道：
– 设备入口管子 – 电缆套筒 – 燃料组件运输管道的贯穿孔 – 空气闸门。
• 为了不使贯穿件处泄漏，均 有特殊设计，它是由一个穿 过混凝土壁面并锚固在混凝 土上的刚套管及两个接头构 成。接头保证了套管和穿过 安全壳的管道或电缆间的密 封连接。
障。
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安全壳
• 型式：
– 材料
• 钢板 • 钢筋混凝土制造的(包括预应力混凝土) • 既用钢板又用钢筋混凝土
– 性能
• 干式 • 冰冷凝器式
– 形状
• 球形 • 圆筒形
– 由材料、性能、形式等几方面的组合,结合考虑压水堆核电厂的厂 址,输出功率、经济性和安全性等因素，具有代表性的有以下几种。
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• 美国早期建造的电功率为800MW压水堆核 电厂安全壳，直径约40m，钢板厚度38mm， 半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖 的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负压，从 钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过 滤净化后方能从排气烟囱排放,以降低放射 性物质对环境的污染。
同时，触发其他系统的保护动作：
– 反应堆紧急停堆； – 安全壳隔离系统 – 汽轮机脱扣 – 启动应急柴油发电机； – 隔离主给水系统并停运主给水泵； – 启动电动辅助给水泵；
21
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安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 – 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 – 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作：
压水堆核电厂的工作原理
压水堆核电厂的工作原理压水堆核电厂的核反应堆采用铀-235作为燃料。
铀-235是一种不稳定的核素，会发生自发裂变。
当一个铀-235核裂变时，它会释放大量的能量和中子。
这些中子可以进一步引发其他的铀-235核裂变，形成一个自持链式反应。
为了维持自持链式反应的平衡，需要调节中子的数量。
压水堆核电厂采用反应堆控制棒控制中子数量。
反应堆控制棒是由能够吸附中子的材料制成，如硼合金或钍。
当控制棒插入堆芯时，它们吸收中子，减少核反应速率。
反之，当控制棒从堆芯中移出时，它们减少吸收中子的能力，核反应速率增加。
冷却剂循环是通过核反应堆中的燃料元件进行的。
冷却剂通常是水，被称为原子堆冷却剂。
冷却剂泵将冷却剂从低压侧抽取，并推送到高压侧。
在核反应堆中，冷却剂通过燃料元件，吸收燃料产生的热能并升温。
在蒸汽循环中，燃料元件周围的冷却剂被加热，并将其热能传递给另一组水洗管，其中的水蒸发为蒸汽。
在核反应堆内部的蒸汽发生器中，冷却剂热能通过热交换而转化为蒸汽。
蒸汽通过蒸汽发生器的出口，流向常规蒸汽发生器或称为锅炉。
在锅炉中，蒸汽被进一步加热，产生高温高压的蒸汽。
这些高温高压的蒸汽驱动涡轮发电机组旋转，产生电力。
蒸汽在驱动涡轮后冷却，并在凝汽器中转化为水，然后被再次抽回到蒸汽发生器中，形成循环。
然而，压水堆核电厂也存在一些挑战。
首先，铀-235的浓缩和前处理需要特别的工艺，因为铀-235在自然铀中的含量非常低，只占约0.7%。
此外，当核反应进行时，会产生大量的放射性核废料，需要进行安全处置。
最后，核反应堆的安全措施需要严格执行，以确保核反应过程的稳定和安全性。
总的来说，压水堆核电厂利用核反应产生的热能，通过冷却剂循环和蒸汽循环转化为电力。
它是一种高效、可靠且相对安全的能源发电方式，对于满足能源需求和减少排放有重要意义。
压水堆核电厂运行
压⽔堆核电⼚运⾏压⽔堆核电⼚运⾏1.正常运⾏和运⾏瞬态正常运⾏是指核电⼚功率运⾏、燃料更换、维修过程中，频繁发⽣的事件。
要求：不触发停堆，放射性后果⽆影响。
主要包括：1）稳态和停堆运⾏2）带有允许偏差的运⾏3）运⾏试验2.中等频度事件：发⽣频率：＞10-2/堆年要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运⾏，放射性后果⽆影响。
3.稀有事件：发⽣频率：10-4-10-2/堆年要求：允许少量元件破损，堆芯⼏何形状不受影响，放射性后果对公众⽆影响。
4.极限事故：发⽣频率：10-6-10-4/堆年要求：事故缓解系统正常。
后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。
针对三道安全屏障的安全限值1）保证燃料包壳完整性如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22线功率密度≤590W/cm等。
2）保证冷却剂边界完整性冷却剂压⼒≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等3）保证安全壳的完整性：安全壳压⼒≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压⼒下泄漏率≤0.3%等。
有些安全限值是⽆法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压⼒、流量等。
加热升温为什么要加热升温：①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表⼯作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运⾏状态④反应堆压⼒容器远离最⼩脆性转变温度⑤其他原因：如⽔化学的原因、⽔泵的原因等。
由什么来进⾏加热升温：主要靠⼀次⽔泵来加热升温。
为了保证稳压器容积⾥的⽔和⼀次主回路的⽔同时升温并建⽴汽腔，稳压器的断续式加热器也投⼊运⾏。
加热升温的初始条件①反应堆冷却剂系统·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充⽔排⽓，处于⽔实体状态；·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；·反应堆冷却剂系统的压⼒维持在0.345⾄0.689MPa（表压）；·反应堆冷却剂泵处于可运⾏状态。
先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目）先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验Virtual Reality for Operation and Typical Accidents ofAdvanced Pressurized Water Reactor实验指导书（在线实验版）Experiment Manual（online）简介先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。
本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。
实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。
实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。
点击“操作实验”进入在线实验页面。
注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。
进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。
插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。
装载完毕后，显示实验开始界面。
点击开始后，进入在线实验界面。
分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。
(1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示；图 核电站原理展示系统(2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。
图核电站运行原理模拟机界面正式实验：核电厂运行及典型事故虚拟仿真I.核电厂正常运行点击正式实验进入后，实验可分为如下步骤进行：(步骤1)本实验模拟的典型事故在核电厂满功率正常运行的条件下发生。
压水堆核电站的厂房布置及安全讲解课件
第二章 压水堆核电厂
四环路
第二章 压水堆核电厂
2 循环水系统
循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水， 分为开式供水和闭式供水。
开式供水：是指以江河湖海为水源，冷却水一次通过，不重复 使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水，经过冷却降温之后，再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
开式供水特点： 进水水温低，利于机组经济运行
商用压水堆核电厂反应堆冷 却剂系统一般有二至四条并 联在反应堆压力容器上的封 闭环路；
整个一回路系统设有一台稳 压器，一回路系统的压力靠 稳压器调节，保持稳定。
核电厂还设置了专设安全设 施和一系列辅助系统。专设 安全设施为一些重大的事故 提供必要的应急冷却措施， 并防止放射性物质的扩散。
二回路系统也设有一系列辅 助系统。
蒸汽
单回路
第二章 压水堆核电厂
沸水堆核电站原理图（直接循环）
第二章 压水堆核电厂
压水堆与沸水堆
压水堆：一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工 质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。 采用间接循环具有使二回路系统免受放射性玷 污的优点。
与沸水堆核电厂相比，增加了蒸汽发生器。压 水堆体积较小和控制要求简单等因素可以弥补 这一不足。
1 压水堆核电厂原理
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
水 主泵 主管水道
凝汽器
输配电
一回路
二回路
基本参数：
一回路：压力154 bar，高压水；
二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。
第二章 压水堆核电厂
压水堆核电厂发电流程
第二章 压水堆核电厂
有关说明
把反应堆、反应堆冷却剂系 统及其辅助系统合称为一回 路系统 ；
压水堆核电厂运行第三章
化学与容积控制系统
• 总结
– 三大主要功能 – 辅助功能 – 材料的来源在哪里？
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核电厂系统与动力设备
余热排出系统
• Residual Heat Removal System • 核电厂运行中的问题
– 衰变余热
• 停堆 • 装卸料 • 维修
– 换料后反应堆水池的打回到换料水箱 – 主泵停止后，一回路硼浓度的均匀化 – 低压运行时冷却剂的净化
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3. 容积控制箱
• 兼有容积控制和化学控制的作用；
– 吸收稳压器不能吸收的一回路 水容积的变化；
– 水位可依靠硼回收系统、硼和 水补给系统调节；
– 作为除气塔，使一回路放射性 气体释放出去；
• 运行时，充有氢气，限制一回路 水因辐照产生的辐照分解氧：
• 作为上充泵的高位给水箱，为上 充泵提供水源。
11
核电厂系统与动力设备
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化学与容积控制系统
• 辅助功能：
– 供给轴封水
• 供给一回路冷却剂泵 轴封系统所需要的轴 封用水
– 供给辅助喷淋水
• 冷却剂泵停运后提供 稳压器的辅助喷淋水
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核电厂系统与动力设备
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化学与容积控制系统
• 容积控制的目的：
– 吸收一回路的水容积
变化，将稳压器的液
位维持在整定值。不
时间/s
Wigner-Way公式
Pd t
P0
0.0622
t 0.2
t0
t
0.2
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核电厂系统与动力设备
SG
RHS
39
核电厂系统与动力设备
？蒸汽发生器 余热排出系统
压水堆核电厂
2
链式裂变反应 当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应。
Hale Waihona Puke 一回路主系统 由反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成。 反应堆外壳是一个耐高压容器，通常称为压力容器或压力壳，其内安装着由许多核燃料组件构成的堆芯。 一回路主系统由2~3个环路对称地并联在压力容器接管上构成，每个环路有一台主泵和一台蒸汽发生器。在其中一个环路上装有一台稳压器，以维持一回路运行压力。
核电厂厂房分区
动力供应区：
01
包括：冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等
02
检修及仓库区： 包括：检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等
03
厂前区： 包括：电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施等。
04
2.3 核电厂主要厂房设施
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第2章 压水堆核电厂
BRAND PLANING
商业产品部
基本知识
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核电站是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。 目前商业运转中的核能发电厂都是利用核分裂反应而发电。 核电站主要分为两部分： 核岛：利用原子核裂变生产蒸汽的部分（包括反应堆装置和一回路系统） 常规岛：利用蒸汽发电的部分（包括汽轮发电机系统）。 燃料 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
压水堆核电站
自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨气冷堆。它们相应地 被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。 轻水堆又分为压水堆（图 ）和沸水堆。
压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统（即一回路系统）、汽轮发电机系统 （即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量 传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。
浙江省海盐县钱江口北岸的秦山核电站，是中国自行设计建造的第一座30万千瓦核电站。
这个核电站背山临海，风向好，海滩面积大，地理条件得天独厚，既可就地利用发电时所必需的大量海水， 又能利用五千亩海滩建造厂房和附属设施，节省大批耕地。
六十年代以来，核能发电在世界上发展很快。已有23个国家和地区拥有核电站。核电站的心脏是核反应堆。 反应堆可分为热中子反应堆和快中子反应堆两大类。中国秦山核电站采用压水堆，这是属于热中子反应堆的一种。 世界上发电用的反应堆有一半以上采用压水堆。
压水堆核电厂的工作原理
压水堆核电厂的工作原理压水堆（Pressurized Water Reactor，PWR）核电厂是一种常见的核电发电系统，其工作原理如下：1. 核燃料：压水堆核电厂使用铀（Uranium）燃料。
铀燃料通常以浓缩氧化铀（Uranium Dioxide）的形式呈现，如UO2。
2. 核反应：铀燃料中的铀-235核发生裂变反应。
裂变释放大量的能量，并产生了新的裂变产物或核中子。
3. 热交换：核反应释放的能量用于加热循环中的冷却剂，通常是水。
热交换器（Steam Generator）中的核反应区通过与循环中的水隔离，以避免辐射泄漏。
4. 主循环：加热的水蒸气离开热交换器并进入主循环，通过高压泵被重新压缩。
通过高温和高压，水将保持在液体状态，即使其温度超过了常规沸点。
5. 反应堆压力控制：循环中的水压力决定了水的沸点。
为了保持恒定的温度和压力，系统具备压力控制装置。
6. 蒸汽发电：在主循环中，压缩的冷却水进入蒸汽发生器（Steam Generator），再次加热潜藏在核反应中产生的热。
加热的水蒸气通过旋转的涡轮叶片，驱动发电机产生电能。
7. 冷却：离开蒸汽发生器后，剩余的水蒸气在冷凝器（Condenser）中冷却并转化为液体。
冷却水从冷却器中收集，并重新注入热交换器，以形成循环。
8. 辅助系统：核电厂还包括其他辅助系统，例如安全系统、应急供电系统和核废料处理系统等，以确保核电站的安全运行和辐射防护。
总体来说，压水堆核电厂利用铀燃料的核反应释放的热能，通过循环中的水冷却产生蒸汽，进而驱动发电机产生电能。
冷却水循环不断，使得反应堆保持在恒定的温度和压力条件下工作，确保核电厂的安全与稳定性。
压水堆核电厂一回路系统与设备简介补充讲义
从而既可避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可防止海水对核岛各热交换器的腐蚀 。
堆芯形状 圆柱形 方形
堆芯布置 立式 卧式
冷却剂流道 管束 排管型 多孔介质
燃料组件 排列形式：正方形、三角形、蜂窝型 数量：15x15、8x8、17x17等
堆芯
作用 核裂变链式反应的区域
堆芯特征
典型压水反应堆本体结构
反应堆本体
堆芯（活性区）
堆内构件
反应堆压力容器（压力壳）
控制棒驱动机构
压水堆堆芯
反应堆冷却剂系统即主系统，是核电厂最重要最基本的系统。
核裂变能量的导出、交换和转化在该系统内发生，该系统功能的正常发挥，具有重大的经济意义； 该系统基本部分均要承受高压，构成了所谓“压力边界”，是核电厂的三道“安全屏障”之一，维护了核电厂的安全，避免放射性物质向环境的释放。
（1）反应堆冷却剂系统
若水位过低，蒸汽发生器二次侧水量过少，会引起一回路冷却不充分，管束因温度升高有可能破裂；同时，在给水管道中有产生汽锤的危险，蒸汽发生器的管板还将受到热冲击；
反应堆主冷却剂泵（主泵）是反应堆的“心脏”。
在主系统充水时，利用主泵赶气；
在开堆前，利用主泵循环升温，达到开堆280C条件；
在反应堆正常运行时，冷却剂由反应堆流出经主管道流进蒸发器，把热量传给二回路侧给水，然后再由主泵送回反应堆进行循环。
B
在安全注入的情况下，化容系统上充泵作为高压安注泵运行。此时，安注运行方式自动取代所有其他运行方式。
C
化容系统安全功能
化容系统简图
下泄回路
上充回路
净化回路
轴封水、轴封回流回路
过剩下泄回路
低压下泄管线
除硼管线
压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]
![压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]](https://img.taocdn.com/s3/m/3d709334a216147917112871.png)
第四级：针对严重事故采取的对策，保持 安全壳的完整性；防止事故的恶化，限 制放射性释放。 第五级：应急对策，保护工作人员、公众 和环境。 3．核电厂运行的特点 一次换料，长期运行，12个月，18个月 放射性 停堆后余热 三废处理 满负荷运行，利用因子越大越好，建设费 用高，燃料费低
优点： a. 环保，正常运行 b. 高能量，低消耗 c. 核电成本低 d. 核电厂同位素生产
2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y 2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
2.4多级防御 第一级：设计、建造应防止事故的发 生，追求固有安全性。 第二级：及时发现故障和控制异常工 况。 第三级：专设安全设施，对前两级的 补充，提高安全程度。
形成汽腔，安全阀组可用。 3. 设备冷却水系统 处在冷却的生水与核岛设备中间的 一个封闭回路。 3.1功能 a. 冷却核岛内的设备 b. 冷却泵和热交换器 c. 避免污染
3.2运行 a. 堆正常运行时，排出的热量为常量。主 要用户是冷却剂泵，非再生热交换器和 控制棒驱动机构。 b. 堆降温时，需导出的热量是变化的，最 主要的是余热排出系统的热交换器。 c. 堆换料时，一回路水温≤60℃，需导出的 热量比降温时小得多。 d. 必须定期检查冷却水有无放射性，注意 保持膨胀箱内的水位
4.2运行 a. 启动前，一回路必须有足够的压力 防止气蚀，每次只能启动一个电动泵 组，每天启动少于6次。 b. 停止指令之前，高压油泵投入运行， 直至冷却剂泵停止50S以后。 c. 运行极限工况： 一回路加硼或稀释硼，至少有一台冷 却剂泵运转。
压水堆核电厂简要介绍
3）反应堆冷却剂的出口温度
电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关，冷却剂出 口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度的确定 应考虑以下因素： ① 燃料包壳温度限制：燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性 能的限制，对于轻水堆， 包壳材料Zr-4的允许表面工作温 度应不高于350℃。 ② 传热温差的要求：为了保证燃料元件表面与冷却剂之间 传热的要求，燃料表面与冷却剂间应有足够的温压。若包 壳温度限制在350℃，冷却剂温度至少要比此温度低10℃～ 15℃，以保证正常的热交换。
3）厂房布置
➢ 核岛核蒸汽供应系统中的压水堆、一回路主系 统和设备及余热排出系统安装在安全壳（也称反 应堆厂房）内。当发生泄漏事件时，安全壳可以 把带放射性的反应堆冷却剂系统与环境隔开；
➢ 核蒸汽供应系统中另外两个辅助系统及核岛的其 余组成部分均在安全壳外都放置在辅助厂房内， 该厂房位于控制厂房和安全壳之间；
5、核电厂选址要求
核电厂选址的很多因素与火电厂相同，包括：接近 电力负荷中心，有充足的冷却水源，交通运输方便，良 好的自然条件（如地形、地质和地震等），减少废热废 物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等。
此外，还应尽量减少释放放射性对环境的影响，以 确保居民在一般事故和严重事故条件下不受危害。
大亚湾核电厂共有348个系统.
一回路主系统流程图
二回路系统流程图
1、核岛的组成
➢ 核蒸汽供应系统，它包括：
a、压水堆及一回路主系统和设备（主泵，蒸汽 发生器，主管道，稳压器等）。
b、三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热 排出系统和安全注射系统。
压水堆核电厂安全运行规程体系
简称EOP
以症状导向的安全状态逼近法事故规程，
简称SOP
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
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EOP最早使用，目前还用得比较广泛。对单一原因 造成的故障及事故，只要原因找对，非常有效。但 当原因判断错误时，核安全就没有保证。现今事故 的发生往往不是单一因素，如果核电厂得的是并发 症，判断往往不准确。现在正在研究推行以症状导 向的安全状态逼近法的SOP来决策。这项工作正在 广核岭东核电厂上同EDF合作攻关。
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
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系统故障运行规程
这类规程用以处理发生于整个基本系统故障， 它除了给出报警卡相同的内容外，还描述了运 行人员所需执行的紧急操作和后续操作，同时 还描述了将受故障影响的各系统置于某一安全 状态所需的全部操作。
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
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事故规程
2
规程体系
运行规程是核电厂运行的各种工况下运行人
员进行操作控制的依据。
运行规程包括四大类：
正常运行规程
故障运行规程
事故规程
行政管理规程
3
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
正常运行规程:
a) 总运行规程（G规程）
b) 系统运行规程
c) 换料大修运行规程（outage）
d) 状态检查点规程
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
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在看规程中要学会几个最基本的词语，每个词语都有特定的含义 。 如： 确认（to confirm）指重复手动指令确保设备在要求状态 检查（to check）观察期望的参数或工况，如不适）） 稳定（to stabilize）操作执行机构将参数设在接近规程指示 的数值。 维持（to maintain）操作执行机构限制参数在一定范围内变化 可用的（be operable）能够没有延时地执行赋予它的功能 不可用的（be inoperable）不能够没有延时地执行赋予它的功 能 在线（to line-up）将回路或其中的一段按照检查单或流程 图要求进行配置
核电站压水堆核电厂的启动与停运(29页)
压水堆核电厂的启动与停运§1.5.1核电厂的启动概述**第二核电站与常规火电厂不同，常规火电厂根据电力负荷需求量来调整锅炉的发热量，使热功率与电负荷相匹配。
而**二期基本上不考虑电网对电能需求量的变化而产生的对核电站的约束，即反应堆能输出多大功率，就向电网输出多大功率，也称“机跟堆”模式。
它优先考虑核电站，避免了核电站的频繁调节，有利于核电厂安全、经济地运行。
但并不是说**二期不具有功率调节的能力，设计上已考虑了这种运行方式12-3-6-3，即12小时满功率运行，3小时从100%降至50%满功率，6小时50%满功率运行，3小时从50%满功率升到100%。
§1.5.2运行状态核电机组的运行状态往往由于外部（如电网故障）或内部（某一设备故障或失效）的原因，使各种运行参数产生变化。
为了使运行人员能在各种工况下控制好各种重要的运行参数，保证机组正常运行和核安全，在技术规范中对反应堆的各种标准运行状态都做出了具体的规定。
技术规范书（GOR）对每一种运行工况都规定了具体的运行参数，而且各种运行参数都具有一定的变化范围和运行区间，见图1（反应堆标准工况P-T图）。
§1.5.2.1 换料冷停堆状态1）换料冷停堆状态是指允许反应堆更换燃料操作的停堆状态，此时，必须具备以下条件：·反应堆压力容器顶盖已移开·反应堆的次临界度至少大于5000pcm，冷却剂硼浓度大于2100ppm，所有控制棒插入堆芯。
·RCP平均温度处于10℃～60℃之间。
2）系统运行状态·余热导出和冷却剂温度控制由RRA来完成，PTR备用。
171·冷却剂的化容控制由RCV和REA来完成。
·用于停堆的高通量报警定值为3ф0，ф0为换料停堆前，未开盖前的中子通量。
·换料腔水位：——如果没有安装水闸门，15m——如果已安装水闸门，19.3m·实施防止误稀释的行政隔离（D类）§1.2.2 维修冷停堆状态1）维修冷停堆状态指允许对一回路设备进行维修的停堆状态，特征是：·一回路通大气，部份水被排空。
第一讲 压水堆核电厂运行特点及运行工况分类
13 Exciter 17 Feedwater pre-heater 14 Condenser 18 Concrete shield 15 Cooling water 19 Cooling water pump 16 Feedwater pump
主蒸汽 主蒸汽
MS MS
稳压器
FW
蒸发器
FW
給水
給水
(3) 运行试验
⊙升温升压试验
(<10%FP) ⊙负荷线性变化（<5%FP/min) ⊙甩负荷
⊙负荷阶跃变化
中等频度事件
最坏的情况下，会使反应堆紧急停堆，但能很快 恢复运行，不会扩展并引起更严重的事故。主要 包括：
⊙引起给水温度下降的给水系统失灵 ⊙引起给水流量增加的给水系统失灵 ⊙二回路蒸汽流量过度增加 ⊙正常给水流量丧失 ⊙控制棒组件下落
时间范围 10-1~101 101~1.5*102 1.5*102~4*106 4*106~2*108
中子俘获反应产物的衰变热
A 12.05 15.31 26.02 53.18
a 0.0639 0.1807 0.2834 0.3350
P(t ) [1.63 103 exp( 4.91104 t ) 1.6 103 exp( 3.41106 t )]P(0)
⊙功率运行期间安全注射系统的误运行
稀有事件
极少发生，但一旦发生可能造成部分燃料损坏，使电站 长期不能恢复运行。但事件所产生的放射性污染不会危害 到隔离半径以外的公用地区，也不会失去冷却剂系统或安 全壳的屏蔽功能。主要包括：
⊙蒸汽系统小管道破裂 ⊙冷却剂强迫流量全部丧失 ⊙单个棒束控制棒组件在满功率下抽出 ⊙燃料误装载 ⊙冷却剂从小破裂管道和大管道裂缝流失 ⊙废气处理系统破坏 ⊙放射性废液系统泄漏和破坏
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2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y 2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
2.4多级防御 第一级：设计、建造应防止事故的发 生，追求固有安全性。 第二级：及时发现故障和控制异常工 况。 第三级：专设安全设施，对前两级的 补充，提高安全程度。
3.2运行原理 下降通道内，单相的冷水； 上升通道内，温度较高的汽水混合的 热水。 两根温度和密度不相同的水柱，同一 压力下，两者的密度差形成自然循 环的驱动力，冷水柱和热水柱在上 部水箱中接触,进行汽水分离，未汽 化的水流再循环进入冷柱。
3.3 SG的运行 1. 冷柱的水位保持 水位低，一回路的冷却不充分，管束 因温度升高破裂。 水位高，导致流向汽轮机的蒸汽温度 过大。 2. 限制管子的腐蚀 腐蚀后泄漏，P37，图2-25
4.1核汽轮机典型结构 a. 转动部分：动叶栅、叶轮、轴、联 轴器等。 b. 静止部分：汽缸、喷嘴叶栅、隔板、 汽封及轴承等 c. 附属设备：主汽阀、调节阀、调节 系统、主油泵、辅助油泵及润滑装 置等。
第三章 一回路的主要辅助系统 1 化学和容积控制系统 1.1功能 a. 化学控制: 化学试剂 净化回路 b. 容积控制：保持一回路水容积 上充(charge) 下泄(letdown) c. 反应性控制：稀释、加硼 d. 辅助功能：轴封水 稳压器辅助喷淋
上充过程：一回路热管段 再生热交换 器 节流孔板（出安全壳） 下泄热交 换侧管 低压下泄控制阀 混合床离 子交换器 容积控制箱 下泄：流量不变 1.2 运行 a.下泄回路的运行 b. 除盐回路的运行 c.容积控制箱的运行
喷淋系统： 两条管线，每条管线有一个气动调节阀，小流 量连续喷淋 保持PZR内水温与化学成分的均匀性 限制在大流量喷淋启动时对喷淋管的热冲击 卸压箱： 与PZR配合使用 卧式低压容器，37m3,上部~11.5 m3 N2,下部25.5 m3为水 当一回路系统超压时，接收、凝结、冷却由 PZR 安全阀排出的蒸汽，使 PZR 的蒸汽免于向 安全壳内排放。避免了带放射性的一回路流体
4 硼和水补给系统 4.1 功能 化容系统的支持系统 4.2 组成： 补水回路，硼补充回路，硼酸配制回 路，化学添加剂制备回路。 4.3 运行 堆启动前，系统即处于备用状态，
一台除盐水泵和一台硼酸泵选在 “自动”方式，收到补给命令即运 转，另一台除盐水泵和一台硼酸泵 处于“手动”方式。 五种操作方式： a. 慢稀释：将水补充到容控箱中 b. 快稀释：补水同时从容控箱上、下 游注入到冷却剂系统中获得尽可能 快的响应 c. 硼化：增加回路硼浓度
a. 一次侧的腐蚀，晶间应力腐蚀； b. 二次侧晶间腐蚀和晶间应力腐蚀； c. 微振磨损。
4 主泵（冷却剂泵） 4.1驱动高温高压放射性冷却剂，使其 循环流动，将堆芯热量传给SG。 一回路主系统中唯一高速旋转的设备。 正 常 运 行 时 ， 流 量 24000m3/h, 转 速 1500r/min ，热态消耗功率 6.6MW 左 右。 P40，表2-7。
2.5 控制棒驱动机构 布置在压力容器顶盖上 传动型式: 磁力提升型, 磁阻马达型, 其他形式
长棒控制棒:采用磁力提升型,能让控制 棒靠重力下落 停堆、补偿剩余反应性、控制运行 时的振动因素。 短棒控制棒：采用磁阴马达型，棒可 以进运行，但不能靠重力落入堆芯。 调节轴向功率分布，抑制振荡。目 前，大型压水堆已不用短棒。
参数： 工作压力15.5MPa,约345℃(大亚湾) 工作压力指一回路平均压力 通常以稳压器内蒸汽压力为准 2. 压水反应堆 以轻水作慢化剂和冷却剂,在高温高压下运 行的反应堆. 反应堆:一种能以可控方式产生自持链式裂 变反应的装置. P14,图2-3
组成: 压力容器(包括筒体和顶盖) 下部堆内构件 反应堆堆芯 上部堆内构件 控制棒组件及驱动机构
形成汽腔，安全阀组可用。 3. 设备冷却水系统 处在冷却的生水与核岛设备中间的 一个封闭回路。 3.1功能 a. 冷却核岛内的设备 b. 冷却泵和热交换器 c. 避免污染
3.2运行 a. 堆正常运行时，排出的热量为常量。主 要用户是冷却剂泵，非再生热交换器和 控制棒驱动机构。 b. 堆降温时，需导出的热量是变化的，最 主要的是余热排出系统的热交换器。 c. 堆换料时，一回路水温≤60℃，需导出的 热量比降温时小得多。 d. 必须定期检查冷却水有无放射性，注意 保持膨胀箱内的水位
d. 自动补给：补充和停止都由容控箱 水位控制 e. 手动补给： 提高容控箱水位以进行排气操作 为换料水箱补水和最初的充水
5 一回路其他辅助系统 重要厂用水系统 乏燃料池的冷却及净化系统 取样系统 通风系统 放射性废物处理系统
第四章 二回路系统和设备 二回路：热能 机械能 电能 功能： a. 将核蒸汽供应系统产生的热能转变 为电能 b. 在停机或事故情况下，保证核蒸汽 供应系统的冷却
在正常运行时，பைடு நூலகம்持一回路压力恒定 在负荷变化时，限制一回路压力的变 化，防止冷却剂在堆内沸腾
当事故引起一回路压力急剧升高时， 安全阀提供超压保护 吸收一回路系统水容积的迅速变化 运行： 启动时给系统加压 稳态运行时调压，避免停堆 安全： 防止系统超压 提供保护信号
工作原理 水是不可压缩的 蒸汽可视为理想气体（可压缩） PV=KT P=ρ KT /m 让一部分水变成气体，蒸汽压力变大， 水的压力也变大，水位几乎不变。 调节的是蒸汽的密度而非蒸汽的体积。
控制棒位置指示器测量原理是基于同心的 一次线圈和反驱动杆运动的二次线圈之 间的磁场强度随控制棒位置的不同而改 变，引起线圈中感应电压的变化，指示 位置。 2.6 运行中的问题 a. 防止冷却剂泄漏：探测方法：测温，内 部320℃，外部，常温 b. 维持压力—温度的关系 c. 压力容器水位控制
3．汽发生器SG 3.1一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的 热量传给二回路给水，使之产生一 定压力，一定温度和一定干度蒸汽 的热交换设备。 两种类型： 带汽水分离器的饱和SG ，常用； 产生稍过热蒸汽的直流式蒸汽发生器。
d. 上充回路的运行 e. 主泵轴封水回路的运行 2. 余热排出系统——停堆冷却系统 2.1功能 二回路停运: 堆停闭后，余热的排出 2.2系统的运行 堆正常运行时，系统隔离，停堆后，堆的 冷却速率限制值：28℃ 当Tmax: 180℃, P: 3.1MPa 时，系统投入运 行 在余热排出系统停运之前，稳压器内应已
2.1压水堆堆芯 堆芯: 活性区, 心脏 a．轻水冷却剂从压力容器上部的进口接管 进入 , 沿吊篮和压力容器内壁之间的环状 间隙向下流,冷却吊篮,热屏蔽层和压力容 器壁,到达压力容器底部后,改变方向向上 流经堆芯,带走热量,到SG把二回路给水加 热成蒸汽. b．反应性的控制 控制棒 可溶毒物B 新堆用可燃毒物
4
核电厂组成
核岛：反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机 5. 我国核电前景 空前发展
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能： a. 由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1
c．燃料组件:17×17 264 燃料棒 :UO2 芯块 , 富集度相同 , 每根 275 个芯块 24 控制棒或可燃毒物棒导向管 1 通量测量管 阻力塞组件 d.中子源 初级中子源:钋-铍(Po-Be) 锎源（Cf） 次级中子源:锑-铍(Sb-Be)
2.2下部堆内物件 堆芯吊篮 堆芯支承板 堆芯下栅格板 流量分配孔板 堆芯围板 热屏 二次支承组件
压水堆核电厂的运行
刘 水 清(研究员）
Waterliu518@
中国核动力研究设计院
第一章 绪 论 1. 核电的发展 先军用后民用 压水堆特点: a. 以轻水作慢化剂和冷却剂 , 堆体积 小,建设周期短,造价低. b. 采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩 技术已过关。
c. 有放射性的一回路系统与二回路相 分开，放射性不会进入二回路污染 汽轮机，运行、维护方便，需要处 理的放射性三废量少。 d. 2. 核电厂的经济性与安全性 e. 2.1清洁、安全、经济的能源 f. 核燃料费：1/3燃煤电厂 g. 1/4~1/5燃气电厂
6. 一回路的运行 6.1一回路运行时参数测量 温度测量 压力测量 流量测量 6.2 松动部件的监测 松动部件声监测系统：堆运行时监测 零件松动情况并确定其位置
a. 信号采集部分 b. 信号处理部分 c. 信号显示部分 d. 信号监测部分 e. 系统刻度刻度部分：刻度各个信号 道 松动部件声监测系统的投运： 必须经首次启动和录取本底噪声后， 才可用
4.2运行 a. 启动前，一回路必须有足够的压力 防止气蚀，每次只能启动一个电动泵 组，每天启动少于6次。 b. 停止指令之前，高压油泵投入运行， 直至冷却剂泵停止50S以后。 c. 运行极限工况： 一回路加硼或稀释硼，至少有一台冷 却剂泵运转。
稳压器产生气泡时，至少连至喷淋管路的 某一环路泵工作 可利用或运转的主泵不到两台，堆不应临 界（实验除外） 5. 5. 稳压器PZR 对一回路压力进行控制和超压保护的设备， 表征堆芯压力
组成: 筒体组合件 :法兰环 , 接管段 , 筒身,冷却 剂进\出口接管 顶盖组合件 底封头 法兰密封结构 压力容器材料:含锰钼镍的低合金 钢,SA533B,SA508II,SA508III
优点: 具有较高的强度极限和屈服极限; 良好的塑性和冲击韧性; 良好的焊接性能和抗中子辐照性能 缺点:抗腐蚀性能较差. 解决办法:压力容器各段拼焊以后,必须 在其内壁堆焊两层厚度共为 6-8mm 的或因科镍合金覆盖层.
工作方式： 加压：电加热 减压：喷淋，冷凝一部分蒸汽，如压力太 高，放气法 PZR：H = 13m,D= 2.5m ~40M3(占主系统容 积的10%) 60%为水40%蒸汽 PZR 是堆内温度最高的地方，甚至超过堆 芯